SOP规程在FWLB事故应对中的应用研究

��y�b�"�V,a���zzk�����ޭ欢v�����ޱ�rk���zƞƗ����y�ݭ�ޭ��y�+��^��i�'�*'��?�i)찢�lg������^��b�s�ǝ���8�总结归纳NSSS的所有物理参数，定义了6种状态功能，即次临界、一回路水装量、一回路压力和温度、蒸汽发生器的完整性、蒸汽发生器的水装量、安全壳的完整性。依据此6种状态功能对应的物理参数可以确定NSSS总的状态。

SOP方法将核蒸汽供应系统（NSSS）分为三个大的状态：事件、至少一个状态功能降级的事故、至少一个状态功能严重降级的事故。并针对三种大的状态编写了不同的子规程进行处理。表1给出了SOP的规程体系框架。

表1 SOP规程体系框架

Table1 Frame of SOP procedure system

其中，DOS子规程用于事故发生后NSSS状态的诊断，并根据NSSS状态引导一、二回路操作员进入相应的子规程。ECP子规程指导一回路操作员在余热排出系统（RRA）接入前的相关操作；ECPR子规程指导一回路操作员在RRA接入后的相关操作。具体来说，ECP1/ECPR1子规程用于应对前文所述的6个状态功能均未出现降级的事件，如安注系统误启动事故等；ECP2/ECPR2用于应对SG一、二次侧无泄漏或破口情况下，至少一个状态功能出现降级的事故，如一回路小破口、二回路破口等，其中ECPR2还可应对SGTR事故余热排出系统接入后的阶段；ECP3用于应对SG一、二次侧有泄漏或破口情况下，至少一个状态功能降级的事故，如SGTR事故；ECP4用于应对至少一个状态功能严重降级（堆芯或安全壳安全有风险）的事故，如所有SG不可用、一回路较大破口等。ECS子规程指导二回路操作员进行相关操作，当一回路操作员进入ECP子规程后即要求二回路操作员应用ECS子规程，并随时按照一回路操作员要求执行ECS中相关操作；SPE子规程指导安全工程师执行连续的导向监测，作为二级水平的冗余。这些连续的监测包括：NSSS重要参数，一、二回路操作员操作的正确性，安全注射系统的效率、各项安全功能等。

2 主要假设

所有假设的确定均为了使事故后果更严重。

初因事件假设为SG进口和止回阀之间的主给水管道发生双端剪切断裂。这会导致所有的给水通过破口丧失，同时破损SG内的蒸汽和水也将经由破口喷放，从而使SG水装量迅速减小，导致更严重的事故后果。

电厂的初始运行状态见表2。

表2 电厂初始运行状态

Tab.2 Initial condition of the plant

单一故障假设为一台最大效率的辅助给水泵失效。单一故障不选定在安全注射系统是因为一回路没有破口，因此对于FWLB事故二回路的带热能力相比于一回路装量丧失风险更为重要。所以，两台高压安注泵和两台低压安注泵均认为可用。

操作员开始干预的时间假设为事故发生后30分钟。这是根据电厂运行反馈得到的最长时间加上一定的保守裕量得到的，实际操作员干预时间要早于此时间。

3 结果分析

3.1 自动阶段结果

在模拟操作员动作之前，需先对操作员采取动作之前的瞬态进行分析，获得操作员开始干预时的NSSS状态，以作为DOS子规程判定的依据。该阶段由于只有自动保护系统动作，因此称为“自动阶段”。操作员干预之后的阶段称为“长期阶段”，因为该阶段相较于自动阶段耗费的时间更长。

表3给出了自动阶段的事件序列。

表3 主要事件序列（自动阶段）

Tab.3 Main event sequences （automatic phase）

破口发生后，破损SG的压力迅速降低。在主蒸汽管道隔离之前，两台完好SG产生的蒸汽也将流向破损SG，经由破口排出。在很短的时间内即可出现蒸汽管线蒸汽流量高信号。随后，由于破口喷放导致的卸压，触发蒸汽管道补偿压力低信号，该信号与蒸汽管线蒸汽流量高信号符合触发安注信号。假设安注泵在安注信号后延迟一段时间投入。停堆信号由一台SG水位低与同一台SG蒸汽/给水流量失配信号符合触发。

图1和图2分别给出了堆芯出口温度及稳压器压力随时间的变化。

图1 堆芯出口温度（自动阶段）

Fig.1 Core outlet temperature （automatic phase）

图2 稳压器压力（自动阶段）

Fig.2 Pressurizer pressure （automatic phase）

自动阶段分析结果表明：当操作员开始干预时，堆芯出口温度维持在300℃左右。由于一回路没有破口，随着安注系统注水，稳压器压力处于稳压器安全阀开启和关闭压力整定值之间。因此，堆芯出口具有足够过冷度，一回路也没有水装量丧失的风险。同时，该事故不会导致安全壳风险，而SG一、二次侧也没有泄漏，因此SG和安全壳内无放射性。

由DOS引导规程，当满足条件：“压力容器水位大于热段顶部”、“安全壳无放射性报警”、“所有SG无放射性”且“至少一台SG可用”、“任意两台SG压差大于1MPa”或“至少一台SG压力小于4MPa”时，操作员应采用ECP2子规程。

3.2 长期阶段结果

核电厂应急规程的作用即在事故发生后，指导操作员将反应堆带至尽可能安全的状态。对于SOP规程，其模拟的难度在于：所有的操作员动作，都必须通过计算分析，一步一步顺序确定下来。因为每一个动作都会影响下一阶段NSSS状态的发展方向，从而影响之后所有的操作员动作。

通过大量的分析，本文建立了FWLB事故下，采用SOP规程，从操作员开始干预一直到RRA接入期间所有的操作员动作体系。对于FWLB事故，SOP的总体处理策略可以分为三步：稳定NSSS状态、平缓的向冷停堆后撤、最后由余热排出系统继续降压和冷却直至达到冷停堆状态。由于最后一步由RRA系统冷却、降压，操作员动作并不多，是否能够过渡到RRA接入状态是规程模拟的重点和难点。因此，本文仅对从事故开始至RRA接入期间的瞬态进行模拟。表4给出了主要的操作及操作目。

表4 操作员主要动作及目的

Tab.4 Main operator actions and the intentions

表中仅简要列出主要操作，实际上每步操作本身还涉及一些监测和判定才能实现。以降压操作为例，简要叙述操作员如何具体实施降压。

一回路操作员在降压操作过程中应随时注意压力容器上封头过冷度。当过冷度足够（大于30℃）时，方可实施降压，此时操作员首先关闭稳压器电加热器，然后开启稳压器主喷雾（主喷雾不可用时开启辅助喷雾）进行降压。由于降压过快会导致过冷度减小，因此操作员需不断调节喷雾流量，以使过冷度处于15℃至30℃之间。若过冷度低于15℃，则需增加稳压器电加热器数量，以进一步减缓降压速率。

图3及图4分别给出了长期阶段堆芯出口温度和稳压器压力随时间的变化。

图3 堆芯出口温度（长期阶段）

Fig.3 Core outlet temperature （long term phase）

图4 稳压器压力（长期阶段）

Fig.4 Pressurizer pressure （long term phase）

从图中可以明显看出如前文所述的稳定、冷却降压和余热排出接入三个阶段。分析结果表明：事故发生后7775s，一回路状态已充分稳定，一、二回路操作员开始实施冷却和降压；事故发生后8283s操作员第一次开启稳压器喷雾进行降压，22471s达到RRA接入条件。此后，通过SG进行冷却的效果已经明显减弱，由RRA继续对一回路进行冷却、降压，直至将反应堆带至冷停堆状态。

4 分析结果验证

为验证采用同样的假设，基于EOP规程进行了模拟分析。图5和图6分别给出了整个事故过程中堆芯出口温度和稳压器压力随时间的变化。

图5 堆芯出口温度（结果对比）

Fig.5 Core outlet temperature （comparison）

图6 稳压器压力（结果对比）

Fig.6 Pressurizer pressure （comparison）

从对比结果可以发现：采用SOP能够成功将反应堆带至RRA接入状态，且主要参数的演变规律与EOP总体上一致。但二者在处理策略上仍稍有差异，比如压力控制方面。

从图6可以看出，自动阶段结束后，采用SOP规程的分析结果显示稳压器压力维持在较高的水平，而EOP规程的分析结果则显示压力很快先降至一个相对较低的水平，然后维持稳定。其原因在于：自动阶段结束后，稳压器处于满水且未达到饱和。操作员如果采取措施将稳压器水位降至正常范围，势必引起压力的下降。对于某些事故（如稳压器安全阀卡开），这种操作可能导致不利的影响。而SOP规程是针对所有事故的通用规程，因此并未要求操作员先将稳压器水位降至正常范围。而EOP规程已经确定是FWLB事故，因此不存在上述担心，可以先降低稳压器水位在维持压力稳定。

尽管存在上述差异，但其对整个处理过程和瞬态发展影响不大。SOP分析的后续冷却、降压过程和EOP分析结果一致。因此，验证了建立方法的正确性。

5 结论

本文对发生假想的FWLB事故下，采用SOP规程处理的整个事故瞬态进行了模拟分析。分析模拟了从事故发生直至RRA接入状态所需的所有自动保护信号、动作以及操作员动作，并将SOP规程的分析结果与目前成熟的EOP规程分析结果进行了对比。分析得到的主要结论如下：

（1）成功完成了对FWLB事故基于SOP规程的应用研究，建立了应用方法，获得了完整的操作员动作和事故瞬态发展过程；

（2）应用所建立的方法得到的结果与基于EOP规程的结果类似，尽管存在策略上的些微差别，但整体趋势和策略是一致的；

（3）操作员根据SOP规程，可以成功将反应堆带至RRA接入状态，分析得到的事故后果满足相关安全准则的要求。

【参考文献】

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[责任编辑：刘展]

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